第二章 放射性核素的制备

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1、第二章第二章 放射性核素的制备放射性核素的制备2021-10-4核技术应用概论2主要内容主要内容放射性核素的来源放射性核素的来源反应堆生产放射性核素反应堆生产放射性核素加速器生产放射性核素加速器生产放射性核素放射性核素发生器放射性核素发生器2021-10-4核技术应用概论3引引 言言 核技术应用的基础是射线与物质的相互作用，这些射核技术应用的基础是射线与物质的相互作用，这些射线可由反应堆、加速器直接提供，也可由放射性同位素衰线可由反应堆、加速器直接提供，也可由放射性同位素衰变获得。变获得。 反应堆制备反应堆制备 加速器生产加速器生产 本章中将主要介绍人工放射性核素的制备方法。本章中将主要介绍人

2、工放射性核素的制备方法。产量大、品种数量多、生产成本相对低产量大、品种数量多、生产成本相对低 生产能力低，但品种多、所生产的生产能力低，但品种多、所生产的核素多为无载体、比活度高。核素多为无载体、比活度高。目前放射性核素生产最主要的方式之一目前放射性核素生产最主要的方式之一 2021-10-4核技术应用概论42.12.1 放射性核素的来源放射性核素的来源分分 类类天然放射性核素天然放射性核素人工放射性核素人工放射性核素从自然界存在的矿石中提取从自然界存在的矿石中提取 通过人工干预的核反应制备通过人工干预的核反应制备 核反应堆生产、加速器生产和核素发生器核反应堆生产、加速器生产和核素发生器 20

3、21-10-4核技术应用概论52.1.12.1.1 天然放射性核素天然放射性核素天然放射性核素天然放射性核素原生放射性核素原生放射性核素 宇生放射性核素宇生放射性核素 原始存在于自然界中原始存在于自然界中 宇宙射线与大气和地表宇宙射线与大气和地表中的物质相互作用生成中的物质相互作用生成 2021-10-4核技术应用概论6原生放射性核素原生放射性核素 由三个天然放射性衰变系组成，即钍系由三个天然放射性衰变系组成，即钍系( (232Th或或4n系系) )，铀系（，铀系（238U系或系或4n+2系），锕系（系），锕系（235U系或系或4n+3系系) )共同特点共同特点 起始都是长寿命元素，寿命大于或

4、接近地球。起始都是长寿命元素，寿命大于或接近地球。 中间产物都有放射性气体氡。并有放射性淀质中间产物都有放射性气体氡。并有放射性淀质生成。生成。 最后都生成稳定的核数。最后都生成稳定的核数。2021-10-4核技术应用概论71.1.钍系钍系4n系系2.2.铀系铀系4n+2系系4n4n表示系中各核素的质量数为表示系中各核素的质量数为4的倍数的倍数其起始元素是其起始元素是 通过一系列通过一系列衰变最后生成衰变最后生成208Pb( (稳定稳定) )Th23290表示系中各核素的质量数为表示系中各核素的质量数为4的倍数的倍数+2+2其起始元素是其起始元素是 通过一系列通过一系列衰变最后生成衰变最后生成

5、206Pb(稳定稳定) )U238922021-10-4核技术应用概论83.3. 锕系锕系4n+3系系表示衰变系中各核素的质量数为表示衰变系中各核素的质量数为4 4的倍数的倍数+3+3其起始元素是其起始元素是235U通过一系列通过一系列衰变最后生成衰变最后生成207Pb( (稳定稳定) )4.4. 镎系镎系4n+1系系表示衰变系中各核素的质量数为表示衰变系中各核素的质量数为4 4的倍数的倍数+1+1其起始元素是其起始元素是237Np通过一系列通过一系列衰变最后生成衰变最后生成209Bi( (稳定稳定) )此系非天然放射性，在此系非天然放射性，在4040年代，已通过各种核反应方法合年代，已通过各

6、种核反应方法合成了这一放射系的所有成员。其衰变子体中无放射性气体成了这一放射系的所有成员。其衰变子体中无放射性气体氡（氡（Rn）2021-10-4核技术应用概论9宇生放射性核素宇生放射性核素 表表2-1 2-1 宇生核素示例宇生核素示例核素核素半衰期半衰期起源起源天然活度天然活度14C5730a宇宙射线作用，14N（n，p）14C15Bqg-13H12.3a宇宙射线与N和O相互作用；宇宙线散裂；6Li（n，）3H1.210-3Bqkg-17Be53.28d宇宙射线与N和O相互作用0.01Bqkg-1 除上述原生放射性核素外，除上述原生放射性核素外，自然界中一些放射性核素如自然界中一些放射性核素

7、如3H、7Be、14C和和22Na，它们是宇宙，它们是宇宙射线与空气中的射线与空气中的N、O、Li等等作用在大气层中生成的。作用在大气层中生成的。2021-10-4核技术应用概论10 在这些天然放射性核素中，存在着一些重要核素如在这些天然放射性核素中，存在着一些重要核素如235U、238U和和232Th等。等。235U和和239Pu（238U经中子俘获生成）在热中子作经中子俘获生成）在热中子作用下易裂变，而且释放出巨大的能量（一个用下易裂变，而且释放出巨大的能量（一个235U原子裂变可产生原子裂变可产生200MeV的能量并产生的能量并产生23个中子），已经广泛用于各种放射性个中子），已经广泛用

8、于各种放射性核素生产、核能利用等各个方面。核素生产、核能利用等各个方面。232Th由于经过快中子轰击后由于经过快中子轰击后可生成可生成233U，因此它将是，因此它将是235U资源匮乏时潜在的替代核燃料之一。资源匮乏时潜在的替代核燃料之一。其它一些核素也有着较为重要的作用，如通过测古代遗物中其它一些核素也有着较为重要的作用，如通过测古代遗物中14C的含量可以推断该遗物所处年代。该方法自问世以来就被考古的含量可以推断该遗物所处年代。该方法自问世以来就被考古学家、古人类学家和地质学家所重视，并得到了广泛的应用。学家、古人类学家和地质学家所重视，并得到了广泛的应用。2021-10-4核技术应用概论11

9、2.1.22.1.2 人工放射性核素人工放射性核素 1934年，法国科学家约里年，法国科学家约里奥奥居里夫妇用居里夫妇用粒子轰击铝粒子轰击铝发生核反应获得了第一个人工发生核反应获得了第一个人工放射性核素。之后，人们通过放射性核素。之后，人们通过反应堆、加速器等制备了大量反应堆、加速器等制备了大量的各种人工放射性核素。的各种人工放射性核素。 目前，已发现的放射性核目前，已发现的放射性核素有素有2000多种，其中人工放射多种，其中人工放射性核素就超过性核素就超过1600种。种。 19351935年获诺贝尔化学奖年获诺贝尔化学奖伊雷娜约里奥居里和丈夫弗雷德里奥约里奥居里 2021-10-4核技术应用

10、概论12 人工放射性核素主要是通过中子和带电粒子如质人工放射性核素主要是通过中子和带电粒子如质子、氘核等轰击天然稳定核素或子、氘核等轰击天然稳定核素或235U等易裂变材料使等易裂变材料使其产生核反应来制备的。其产生核反应来制备的。 分分 类类 入射粒子的种类入射粒子的种类入射粒子的能入射粒子的能量量 中子核反应中子核反应带电粒子核带电粒子核反应反应光核反应光核反应重粒子核反重粒子核反应应低能核反应低能核反应（E50MeV）中能核反应中能核反应（50MeVE1000MeV）2021-10-4核技术应用概论13裂变反应堆裂变反应堆回旋加速器回旋加速器核素发生器核素发生器“母母牛牛”生产人工放射性核

11、素的设施和装置生产人工放射性核素的设施和装置2021-10-4核技术应用概论14反应堆制备反应堆制备 作为人工放射性核素生产的重要设施之一，反应堆可提作为人工放射性核素生产的重要设施之一，反应堆可提供不同能谱的中子和较大的辐照空间，具有可同时辐照多种供不同能谱的中子和较大的辐照空间，具有可同时辐照多种样品、辐照的样品量大、靶子制备容易、辐照操作简便、成样品、辐照的样品量大、靶子制备容易、辐照操作简便、成本低廉等优点。此外，从反应堆运行过程中核燃料因发生裂本低廉等优点。此外，从反应堆运行过程中核燃料因发生裂变核反应生成的产物中也可提取大量的放射性核素。经证实，变核反应生成的产物中也可提取大量的放

12、射性核素。经证实，经慢中子诱发经慢中子诱发235U裂变的产物约有裂变的产物约有400种。原子序数分布在种。原子序数分布在30至至65范围内、质量数位于范围内、质量数位于35和和139左右的裂变产物具有较大的左右的裂变产物具有较大的产额，可大量生产。产额，可大量生产。核反应堆生产放射性核素已成为放射性核素的主要来源。核反应堆生产放射性核素已成为放射性核素的主要来源。 2021-10-4核技术应用概论15加速器制备加速器制备 用加速带电粒子轰击各种靶子物，能引起不同的核反用加速带电粒子轰击各种靶子物，能引起不同的核反应，生成多种反应堆所不能提供的放射性核素如应，生成多种反应堆所不能提供的放射性核素

13、如18F、201Tl等。这也是人工放射性核素最重要的来源之一。加速等。这也是人工放射性核素最重要的来源之一。加速器能生产的放射性核素品种较多，约占目前已知放射性核器能生产的放射性核素品种较多，约占目前已知放射性核素总数的素总数的60%以上。它们多以轨道电子俘获或以上。它们多以轨道电子俘获或+衰变方式衰变方式衰变，发射单纯的低能衰变，发射单纯的低能射线、射线、X射线或射线或+射线。靶子物经射线。靶子物经加速器辐照后，通过分离，可以得到无载体的放射性核素，加速器辐照后，通过分离，可以得到无载体的放射性核素，但它的产量远比反应堆生产的小。但它的产量远比反应堆生产的小。2021-10-4核技术应用概论

14、16核素发生器制备核素发生器制备 将反应堆和加速器生产的某些放射性核素制成放射性核将反应堆和加速器生产的某些放射性核素制成放射性核素发生器，可为远离反应堆和加速器的地方提供素发生器，可为远离反应堆和加速器的地方提供短寿命放短寿命放射性核素射性核素。 所谓放射性核素发生器就是一种可从较长半衰期的母体所谓放射性核素发生器就是一种可从较长半衰期的母体核素中不断分离出短半衰期子体核素的一种装置。由于放射核素中不断分离出短半衰期子体核素的一种装置。由于放射性子体核素伴随母体核素的衰变而不断累积，可每隔一定时性子体核素伴随母体核素的衰变而不断累积，可每隔一定时间从母体核素中方便地分离出来并加以收集，这种生

15、产放射间从母体核素中方便地分离出来并加以收集，这种生产放射性核素的过程又被比较形象地称为性核素的过程又被比较形象地称为“挤奶挤奶”，因而放射性核，因而放射性核素发生器又称为素发生器又称为“母牛母牛”。2021-10-4核技术应用概论172.22.2 反应堆生产放射性核素反应堆生产放射性核素核反应堆上制备放射性核素的方法主要有两种：核反应堆上制备放射性核素的方法主要有两种： （1 1）通过反应堆产生的）通过反应堆产生的中子流照射靶材中子流照射靶材，直接生产或通过简，直接生产或通过简单处理生产放射性核素，即单处理生产放射性核素，即（n，）法；法； 具有生产能力大、品种多、放射性废物量小、生产成本具

16、有生产能力大、品种多、放射性废物量小、生产成本低廉等特点。低廉等特点。（2 2）从辐照后的）从辐照后的235U等易裂变材料产生的等易裂变材料产生的裂变产物中分离裂变产物中分离，即即（n，f）法。法。 可以提取国防工业用可以提取国防工业用95Zr（锆）、锆）、144Ce（铈铈）等裂片元等裂片元素，也可大规模生产素，也可大规模生产99Mo（钼）（钼）、131I（碘）（碘）等军民两用放射等军民两用放射性核素（主要用于医学诊断、治疗）。性核素（主要用于医学诊断、治疗）。2021-10-4核技术应用概论182.2.12.2.1 中子核反应及其特点中子核反应及其特点 中子不带电，当它与原子核作用时，由于不

17、存在库仑势中子不带电，当它与原子核作用时，由于不存在库仑势垒，因此不同能量的中子均能引发核反应。能量很低的慢中垒，因此不同能量的中子均能引发核反应。能量很低的慢中子和中能中子主要引发子和中能中子主要引发（n，）反应，慢中子还能引发反应，慢中子还能引发（n，p）反应和反应和（n，）反应反应、（、（n，f）反应等；对于快中子，主反应等；对于快中子，主要是弹性散射的要是弹性散射的（n，n）反应和非弹性散射的反应和非弹性散射的（n，n）反应，反应，其次是其次是（n，）反应反应、（、（n，p）反应和反应和（n，）反应；高能反应；高能中子能引起中子能引起（n，n）反应、反应、（n，n）反应反应、（、（n，

18、p）反应反应、（n，）反应反应、（、（n，2n）反应反应、（、（n，3n）反应等。中子核反应等。中子核反应生成的核素通常是丰中子放射性核素，多以反应生成的核素通常是丰中子放射性核素，多以- -形式衰变。形式衰变。 最主要的核反应类型有最主要的核反应类型有（n，）、（）、（n，p）、）、（n，）、（）、（n，f）、（）、（n，2n），），以及多次中子俘获。以及多次中子俘获。 2021-10-4核技术应用概论191.（n, ）反应反应 （n, ）是生产放射性核素是生产放射性核素最重要、最常用最重要、最常用的核反应，利用的核反应，利用（n, ）反应可在反应堆上生产大多数元素的放射性核素。反应可在反应

19、堆上生产大多数元素的放射性核素。 通过（通过（n, n, ）反应直接生成所需要的放射性核素）反应直接生成所需要的放射性核素 例如例如59Co（n, ）60Co、191Ir（n, ）192Ir、31P（n, ）32P等。由于等。由于（n, ）反应直接生成的放射性反应直接生成的放射性核素均为靶元素的同位素，核素均为靶元素的同位素，不能通过化学方法将目标不能通过化学方法将目标核素与其靶元素进行分离核素与其靶元素进行分离，因此，所制备的放射性核，因此，所制备的放射性核素一般都是有载体的。素一般都是有载体的。 2021-10-4核技术应用概论20 通过通过（n, ）反应，再经核衰变生成所需要的放射性核素

20、反应，再经核衰变生成所需要的放射性核素 989999( , )mMo nMoTc Te13052(n,)Te13152-15minI13153 由于由于靶元素与目标核素不是同一种元素靶元素与目标核素不是同一种元素，因，因此可通过物理或化学方法将靶子元素与目标核素此可通过物理或化学方法将靶子元素与目标核素进行分离，获得比活度、放射化学纯度及放射性进行分离，获得比活度、放射化学纯度及放射性核素纯度都很高的无载体的目标核素。核素纯度都很高的无载体的目标核素。 2021-10-4核技术应用概论21 通过两次或两次以上的通过两次或两次以上的（n, ）反应直接生成所需要的放射反应直接生成所需要的放射性核素

21、，或再经过核衰变生成所需要的放射性核素。性核素，或再经过核衰变生成所需要的放射性核素。 W18674(n,)w18774(n,)W18874Re18875-23.7hRe1877569d 通过通过（n, ）反应过程中的反应过程中的热原子效应热原子效应，可以得到较高比，可以得到较高比活度的放射性核素，活度的放射性核素，如用此方法制备如用此方法制备51Cr（铬）、（铬）、65Zn等。等。 通过热原子效应生成一系列新的化合物。使分离放射性通过热原子效应生成一系列新的化合物。使分离放射性同位素的复杂问题归结为分离不同状态的化合物问题。同位素的复杂问题归结为分离不同状态的化合物问题。2021-10-4核

22、技术应用概论222.（n, f）反应反应 235U等易裂变核素俘获中子发生等易裂变核素俘获中子发生（n, f）反应，生成数反应，生成数百种裂变元素，因此裂变产物的组成相当复杂。百种裂变元素，因此裂变产物的组成相当复杂。 以以235U为例为例，它在热中子引起裂变的产物中包括，它在热中子引起裂变的产物中包括36种元种元素的素的160多种核素多种核素（A=72161）。）。通过化学分离的办法可从通过化学分离的办法可从这些裂变产物中提取在国防工业和国民经济中有重要应用价这些裂变产物中提取在国防工业和国民经济中有重要应用价值的放射性核素，如值的放射性核素，如90Sr、95Zr、99Mo、131I、137

23、Cs、144Ce等。等。 2021-10-4核技术应用概论233.（n, p）反应反应4.（n, ）反应反应 （n，p）反应要求中子有较高能量，一般由快中子诱发。反应要求中子有较高能量，一般由快中子诱发。 由于核内势垒随原子序数的增大而增高，因此由于核内势垒随原子序数的增大而增高，因此，（，（n，p）反应反应适于制备原子序数较低的放射性核素适于制备原子序数较低的放射性核素，如，如14C、32P、58Co等。等。 与与（n, ）反应加反应加- -衰变以及衰变以及（n，p）反应一样，利用反应一样，利用（n, ）反应也可以生产无载体放射性核素。用富集的反应也可以生产无载体放射性核素。用富集的6Li生

24、生产氚就是采用了该核反应方式，即产氚就是采用了该核反应方式，即6Li（n, ）3H。2021-10-4核技术应用概论242.2.22.2.2 反应堆辐照法生产放射性核素反应堆辐照法生产放射性核素 反应堆辐照法生产的放射性核素，其产量与产品质量反应堆辐照法生产的放射性核素，其产量与产品质量不仅受反应堆所能提供的不仅受反应堆所能提供的辐照条件与能力辐照条件与能力影响，而且与影响，而且与核核反应的选择反应的选择、靶材的制备靶材的制备、提取工艺提取工艺等因素有关。此外，等因素有关。此外，还必须注意靶件在堆内辐照时的还必须注意靶件在堆内辐照时的安全性安全性。2021-10-4核技术应用概论251. 放射

25、性核素生产要求反应堆提供的条件放射性核素生产要求反应堆提供的条件 A. 高中子注量率高中子注量率B. 足够的辐照时间足够的辐照时间C. 反应堆运行方式反应堆运行方式D. 反应堆安全保障反应堆安全保障一般一般51013cm-2s-1以上，特殊要求在以上，特殊要求在11015cm-2s-1以上以上 多达数十个的辐照孔道多达数十个的辐照孔道 依据生产放射性核素半衰期的长短设置不同的运行方式依据生产放射性核素半衰期的长短设置不同的运行方式 干孔道采用空气冷却靶件，湿孔道采用纯净水冷却靶件干孔道采用空气冷却靶件，湿孔道采用纯净水冷却靶件 2021-10-4核技术应用概论262.2. 靶件的制备靶件的制备

26、 （1）靶材的选择与处理靶材的选择与处理 A 选择适合的靶材化学形态选择适合的靶材化学形态 B 尽可能采用高丰度的靶材元素作为靶材尽可能采用高丰度的靶材元素作为靶材 靶材元素含量尽量高、靶材元素的化学纯度要高、靶材靶材元素含量尽量高、靶材元素的化学纯度要高、靶材辐照后易于处理并转化为所需的化学形态、堆内辐照时靶件辐照后易于处理并转化为所需的化学形态、堆内辐照时靶件的稳定性（化学稳定性、热稳定性、辐照稳定性）好。的稳定性（化学稳定性、热稳定性、辐照稳定性）好。 如，靶材核素如，靶材核素112Sn的天然丰度的天然丰度0.96%。用天然的。用天然的Sn作作靶，经过（靶，经过（n，）反应得到的）反应得

27、到的113Sn含有大量的同位素载体，含有大量的同位素载体，只有用高富集度的只有用高富集度的112Sn，才能得到高比活度的，才能得到高比活度的113Sn。2021-10-4核技术应用概论27（2）靶材的结构设计及制备靶材的结构设计及制备 靶件的靶件的结构设计结构设计包括靶筒结构设计、靶芯的结构（靶子包括靶筒结构设计、靶芯的结构（靶子物的形态）及其在靶筒内的分布方式设计。靶件需要根据反物的形态）及其在靶筒内的分布方式设计。靶件需要根据反应堆所能提供的辐照孔道的参数（孔道尺寸、中子类型及中应堆所能提供的辐照孔道的参数（孔道尺寸、中子类型及中子注量率分布）、靶件装量及发热量、靶件辐照管道冷却方子注量率

28、分布）、靶件装量及发热量、靶件辐照管道冷却方式以及靶件出入堆的抓取工具等条件设计，以保证辐照时靶式以及靶件出入堆的抓取工具等条件设计，以保证辐照时靶件及反应堆的安全。件及反应堆的安全。 制备制备辐照靶件时还要考虑靶材装载量、内外包装形式等辐照靶件时还要考虑靶材装载量、内外包装形式等 2021-10-4核技术应用概论28（3 3）辐照靶件的焊封）辐照靶件的焊封 辐照靶件必须具有良好的辐照靶件必须具有良好的密封性密封性，以保证同位素靶件在，以保证同位素靶件在反应堆辐照过程中不发生放射性物质泄漏。反应堆辐照过程中不发生放射性物质泄漏。（4 4）辐照靶件的质量控制）辐照靶件的质量控制 靶件需要经过靶件

29、靶件需要经过靶件密封性密封性检测、检测、表面污染表面污染等等检测合格后检测合格后才能入堆辐照才能入堆辐照。 可采用的办法有工业可采用的办法有工业CT、中子照相技术、中子照相技术、谱仪测量等进谱仪测量等进行行无损检测无损检测！2021-10-4核技术应用概论293. 靶件的辐照靶件的辐照 选择合适的辐照条件和保证辐照过程的安全是至关重要选择合适的辐照条件和保证辐照过程的安全是至关重要的。靶件的辐照应注意以下几点：的。靶件的辐照应注意以下几点： A 选择适合的核反应及中子能谱选择适合的核反应及中子能谱 适合在反应堆上生产放射性核素，一般其原子序数要求适合在反应堆上生产放射性核素，一般其原子序数要求

30、在在20以上。对于原子序数位于以上。对于原子序数位于2035之间的放射性核素的生产，之间的放射性核素的生产，可以选用能量高的可以选用能量高的快中子快中子；当原子序数；当原子序数大于大于36时，通常时，通常选用选用（n, ）反应生产反应生产放射性核素。放射性核素。 2021-10-4核技术应用概论30B 尽可能高的中子注量率尽可能高的中子注量率C 适合的辐照时间适合的辐照时间 反应堆生产放射性核素的产额与中子注量率成正比。因反应堆生产放射性核素的产额与中子注量率成正比。因此，应采用尽可能高的中子注量率，以提高目标核素的产额。此，应采用尽可能高的中子注量率，以提高目标核素的产额。 某一同位素生产靶

31、件的最佳辐照时间可以根据靶件的辐某一同位素生产靶件的最佳辐照时间可以根据靶件的辐照产额公式来计算。照产额公式来计算。 2021-10-4核技术应用概论31产额的计算产额的计算 假设假设稳定核素稳定核素S被入射粒子轰击生成放射性核素被入射粒子轰击生成放射性核素A，核素，核素A仅以衰变方式减少并且生成稳定核素仅以衰变方式减少并且生成稳定核素B。 (sAnSAB ， ）稳定） 1/2(2324240.5314.66NaNaMg(nbTh ， ）稳定） 例：例： 在照射时间内，核素在照射时间内，核素A的产率与入射粒子注量率的产率与入射粒子注量率（cm-2s-1）、）、热中子俘获截面热中子俘获截面s（b

32、，1b=10-24cm2）和靶核数和靶核数Ns成正成正比，即核素比，即核素A的生产率为的生产率为sNs；同进它又随着；同进它又随着ANA的衰变速的衰变速率而减少。率而减少。 2021-10-4核技术应用概论32因此，核素因此，核素A的净增长率为：的净增长率为： AssAAdNNNdt 式中式中 NA为照射时间为照射时间t t后核素后核素A A的原子数。的原子数。 初始条件初始条件t=0时，时，NA0，则上述微分的方程的解为：，则上述微分的方程的解为： ( )(1)ssAANtANte 其放射性活度为：其放射性活度为： ( )(1)AtAAAssA tNNe 核素核素A A的产生速率的产生速率核

33、素核素A A的衰变速率的衰变速率饱和饱和因子因子2021-10-4核技术应用概论334. 辐照靶件的处理辐照靶件的处理 辐照后的靶件处理包括目标放射性物理处理、化学处理辐照后的靶件处理包括目标放射性物理处理、化学处理及其进一步加工成各种放射性制品。辐照后的靶件一般都需及其进一步加工成各种放射性制品。辐照后的靶件一般都需要经过化学处理（目标核素的分离与纯化）后才能制成满足要经过化学处理（目标核素的分离与纯化）后才能制成满足用户需要的放射性核素制品。用户需要的放射性核素制品。 化学处理方法化学处理方法有溶剂萃取法、沉淀法、离子交换法、蒸有溶剂萃取法、沉淀法、离子交换法、蒸（干）馏、电化学法、热原子

34、反冲法等。（干）馏、电化学法、热原子反冲法等。 2021-10-4核技术应用概论345. 放射性核素产品的质量放射性核素产品的质量 放射性核素的产品质量是通过物理检验、化学检验以及放射性核素的产品质量是通过物理检验、化学检验以及生物检验等质量检验方法予以保证的，其生物检验等质量检验方法予以保证的，其产品质量指标产品质量指标包括：包括：放射性活度、放射性纯度、放射化学纯度、化学纯度、载体放射性活度、放射性纯度、放射化学纯度、化学纯度、载体含量及医用制剂的无菌、无热源检测等。含量及医用制剂的无菌、无热源检测等。 2021-10-4核技术应用概论356. 某些重要核素的生产工艺某些重要核素的生产工艺

35、表表2-2 2-2 反应堆生产的一些重要放射性核素反应堆生产的一些重要放射性核素核素核素半衰期半衰期核反应核反应靶子物靶子物生产方法生产方法3H12.33a6Li（n，）3HLi-Mg，Li-Al照射后将靶子在真空中加热至500600以分离14C5730a14N（n，p）14CBe3N2，硝酸钡靶子用65%的硫酸溶解，加入H2O2，生成的14CO2，14CO，14CH4等用N2气流带出，通过750的CuO后，生成的14CO2用NaOH吸收，再沉淀成Ba14CO332P14.282d32S（n，p）32P蒸馏纯化的硫照射后于180下减压蒸馏除硫，加入0.1molL-1HCl和H2O2，加热纯化2

36、h得到H332PO460Co5.271a59Co（n，）60Co纯度98%的Co丝直接可制成各种形式和各种放射性活度的钴源2021-10-4核技术应用概论36核素核素半衰期半衰期核反应核反应靶子物靶子物生产方法生产方法99Mo-99mTc99Mo：2.7477d99mTc：6.006hMoO3粉末溶于10molL-1氨水中，除去过量氨，用0.05molL-1HCl溶解并调节溶液pH为3-4，吸附在氧化铝柱上，最后用生理盐水洗脱99mTc113Sn-113mIn112Sn：115.09d113mIn：1.658h锡丝，112Sn富集靶高中子通量照射一年后，用6molL-1HCl加热溶解，蒸干，加

37、Br2水氧化成Sn4+，然后将它吸附在氧化锆吸附柱上，用0.05molL-1HCl洗脱113mIn125I59.407d124Xe气124Xe气体靶入堆辐照后，取出、冷却衰变一星期，然用NaOH吸收125I。131I8.040dTeO2TeO2置于马弗炉内，于750800下蒸馏，用NaOH溶液吸收蒸出的131I 9999mTcTc98Mo（n，）99Mo-，113mIn113mIn112Sn（n，）113 SnEcIT 125I124Xe（n，）125Xe131I130Te（n，）131Te2021-10-4核技术应用概论37（1）131I干法生产工艺干法生产工艺 A 一种是一种是（n，f）法

38、法，即，即235U（n，f）131I，从辐照后的，从辐照后的235U靶件中分离裂靶件中分离裂 变产物变产物131I。但提取率较低，并且从大量的裂。但提取率较低，并且从大量的裂变产物中提取裂变变产物中提取裂变131I会另外产生大量的放射性废物。会另外产生大量的放射性废物。 B 另一种是另一种是（n，）法法，即以单质碲或碲的各种化合物为原，即以单质碲或碲的各种化合物为原料，入堆辐照后，碲经过料，入堆辐照后，碲经过130Te（n，）131Te和和- -衰变生成衰变生成131I，再将，再将131I从靶材料中分离出来。从靶材料中分离出来。 生产方式生产方式 131 131I I广泛用于甲状腺癌、甲亢、甲

39、状腺机能衰退和其他肾广泛用于甲状腺癌、甲亢、甲状腺机能衰退和其他肾脏疾病的诊断和治疗。脏疾病的诊断和治疗。2021-10-4核技术应用概论38n湿法蒸馏湿法蒸馏操作过程复杂、由于使用了浓硫酸及过氧化操作过程复杂、由于使用了浓硫酸及过氧化氢，危险性大，操作周期长（氢，危险性大，操作周期长（24h24h），产生大量废液，），产生大量废液，很少被用于很少被用于131131I I生产。生产。n干法蒸馏干法蒸馏具有分离时间短，具有分离时间短，产品回收率高，产品比活产品回收率高，产品比活度高，杂质含量低，不产度高，杂质含量低，不产生废液。比活度高有利于生废液。比活度高有利于制备各种标记化合物，制制备各种标

40、记化合物，制备治疗肿瘤用备治疗肿瘤用胶囊、微球胶囊、微球。碘碘-131-131胶囊胶囊分离方式：分离方式：干法蒸馏、湿法蒸馏、电解蒸馏干法蒸馏、湿法蒸馏、电解蒸馏2021-10-4核技术应用概论39过滤器，过滤器，B B流量计，流量计，C C压力计，压力计，D D蒸发炉，蒸发炉，E E纯化炉，纯化炉，F F吸收柱，吸收柱，G G阀，阀，活性碳柱，活性碳柱，I I活性碳测量柱，活性碳测量柱，J J真空泵真空泵 图图2-5 2-5 131131I I干法生产系统示意图干法生产系统示意图 主要包括主要包括加热蒸馏加热蒸馏、碱液吸收碱液吸收、废气处理废气处理三部分组成。三部分组成。 干法生产装置干法生

41、产装置2021-10-4核技术应用概论40 加热蒸馏装置加热蒸馏装置 由管式加热电炉（带温度控制仪）、纯化加热炉、石英由管式加热电炉（带温度控制仪）、纯化加热炉、石英舟皿、石英加热管组成。舟皿、石英加热管组成。 碱液吸收装置碱液吸收装置 由两级碱液吸收柱组成。第一级吸收柱容积由两级碱液吸收柱组成。第一级吸收柱容积50mL，第二，第二级吸收柱容积级吸收柱容积250mL。 废气处理装置废气处理装置 废物处理装置由三级强碱液洗涤塔组成，每级洗涤塔容废物处理装置由三级强碱液洗涤塔组成，每级洗涤塔容积积1000mL, ,碱液浓度为碱液浓度为5.0molL-1NaOH。除此之外，操作的工。除此之外，操作的

42、工作箱或热室需配置除碘过滤器。作箱或热室需配置除碘过滤器。2021-10-4核技术应用概论41 将辐照后将辐照后TeO2装入石英舟皿内，并置于蒸馏炉内，连接装入石英舟皿内，并置于蒸馏炉内，连接好系统。将系统加热到好系统。将系统加热到700900，131I被蒸馏出来，随之被蒸馏出来，随之被载气载带至纯化炉被载气载带至纯化炉（200400）内，随载气带出来的内，随载气带出来的TeO2在此温度下冷却并沉积在纯化炉中，实现在此温度下冷却并沉积在纯化炉中，实现TeO2与与131I分离。分离。除去除去TeO2后的含有后的含有131I放射性气体通过碱液洗涤，被吸收在碱放射性气体通过碱液洗涤，被吸收在碱液中。

43、未被吸收的液中。未被吸收的131I主要通过多级碱液洗涤塔（主要通过多级碱液洗涤塔（5molL-1NaOH溶液）进一步除去尾气中的溶液）进一步除去尾气中的131I，以降低，以降低131I的排放。的排放。干法生产流程干法生产流程2021-10-4核技术应用概论42国家药典对国家药典对NaNa131131I I口服液的质量要求：口服液的质量要求：产品形状：无色透明液体；产品形状：无色透明液体；pH=79；由由谱仪检测谱仪检测131I核素的纯度，没检测出其它杂质核素；核素的纯度，没检测出其它杂质核素；放化纯大于放化纯大于95%。产品质量控制产品质量控制2021-10-4核技术应用概论43（2）125I

44、循环回路间歇式生产工艺循环回路间歇式生产工艺 125I的性质与应用的性质与应用 125 125I I的半衰期的半衰期T T1/21/2=60d,=60d,主要释放主要释放27keVX27keVX射线，能有效杀灭射线，能有效杀灭肿瘤细胞，易屏蔽，对患者及周围人群辐射剂量较小，对环肿瘤细胞，易屏蔽，对患者及周围人群辐射剂量较小，对环境无污染。主要用于前列腺癌、乳腺癌的境无污染。主要用于前列腺癌、乳腺癌的125125I I中子源插植治中子源插植治疗，有效率达疗，有效率达95%95%以上。以上。 125125I I种子种子(seed)(seed)源源2021-10-4核技术应用概论44（2）125I循

45、环回路间歇式生产工艺循环回路间歇式生产工艺 生产方式生产方式主要核反应主要核反应IXenXe125125124),(目前有两种生产方法：目前有两种生产方法： A 气体靶法气体靶法 将将124Xe封装在不锈钢筒内制成内靶，然后置封装在不锈钢筒内制成内靶，然后置于高纯铝筒内做成辐照靶件入堆辐照。于高纯铝筒内做成辐照靶件入堆辐照。 B 间歇循环回路间歇循环回路 采用这种方法生产采用这种方法生产125I，不需要制备，不需要制备124Xe气气体靶，该生产办法相对简单，得到的体靶，该生产办法相对简单，得到的125I纯度高，生产能力纯度高，生产能力也较前一种办法高。也较前一种办法高。 2021-10-4核技

46、术应用概论45间歇循环回路法生产间歇循环回路法生产125I的工艺流程的工艺流程 n将一定丰度的将一定丰度的124124XeXe气体通过循气体通过循环回路打入位于反应堆内的环回路打入位于反应堆内的辐辐照瓶照瓶内，辐照一定时间（内，辐照一定时间（1-1-1.5T1.5T1/21/2）后，由堆外的衰变瓶）后，由堆外的衰变瓶将辐照后的将辐照后的124124XeXe气体吸入放置气体吸入放置衰变衰变3d-5d3d-5d，大部分，大部分125125XeXe衰变衰变成成125125I I，未被利用的，未被利用的124124XeXe打回打回循环回路。循环回路。125125I I用用NaOHNaOH溶液吸溶液吸收

47、，产品检验合格后再分装。收，产品检验合格后再分装。n在循环回路上可接多个衰变瓶，在循环回路上可接多个衰变瓶，循环利用。循环利用。2021-10-4核技术应用概论462.2.32.2.3 从裂变产物中提取放射性核素从裂变产物中提取放射性核素 反应堆生产放射性核素的第二种方法是从反应堆生产放射性核素的第二种方法是从235235U U等易裂变等易裂变材料在辐照后产生的裂片元素及超铀元素中提取放射性核素，材料在辐照后产生的裂片元素及超铀元素中提取放射性核素，它们包括原子序数很大范围的放射性核素，通过分离可以获它们包括原子序数很大范围的放射性核素，通过分离可以获得比活度很高的裂变放射性核素。得比活度很高

48、的裂变放射性核素。 2021-10-4核技术应用概论471. 裂变核反应裂变核反应图图2-7 2-7 中子引发的铀核裂变示意图中子引发的铀核裂变示意图 nSrXenU1094381405410235922nKrBa108936144563nKrSb109941133514 在中子的作用下，重核裂变的产在中子的作用下，重核裂变的产物组成较复杂，以物组成较复杂，以235235U U为例：为例： 2021-10-4核技术应用概论482. 裂变产物的组成及其质量分布裂变产物的组成及其质量分布 裂变产物的组成是随时间变化的。当一个可裂变物质的靶裂变产物的组成是随时间变化的。当一个可裂变物质的靶在反应堆内

49、照射了在反应堆内照射了T时间并冷却时间并冷却t时间后，裂片核素时间后，裂片核素i i的放射性的放射性Ai可用下式来表示：可用下式来表示： (1)iiTtiiANI Yee式中式中 N可裂变物质的原子核数；可裂变物质的原子核数； I中子注量；中子注量； 裂变截面；裂变截面； Yi核素核素i的裂变产额；的裂变产额； i核素核素i的衰变常数。的衰变常数。在在N、I、不变的情不变的情况下，裂变产物的放况下，裂变产物的放射性与裂变产额射性与裂变产额Yi有有关，并随着关，并随着T、t而变而变化。化。 2021-10-4核技术应用概论49图图2-82-8 不同能量的中子诱发不同能量的中子诱发235235U

50、U裂变的质量裂变的质量- -产额图产额图 是指裂变产物的某一种核是指裂变产物的某一种核素或某一质量链在重核裂变素或某一质量链在重核裂变过程中产生的几率。过程中产生的几率。它通常它通常用每用每100次核裂变产生的裂变次核裂变产生的裂变产物原子数来表示（产物原子数来表示（%）。）。 裂变产额裂变产额“双驼峰双驼峰”曲曲线线2021-10-4核技术应用概论503. 裂变产物分离裂变产物分离离子交换分离离子交换分离 溶剂萃取分离溶剂萃取分离 萃取色层分离萃取色层分离 沉淀分离法沉淀分离法 其它方法其它方法 A 裂片元素的分离方法裂片元素的分离方法 选择性好，回收率高、易于实现选择性好，回收率高、易于实

51、现自动化操作、易于放射性屏蔽自动化操作、易于放射性屏蔽 简便、快速、选择性高、易于简便、快速、选择性高、易于连续操作和远距离控制连续操作和远距离控制 对于性质相似的元素的分离更对于性质相似的元素的分离更能显示其优越性能显示其优越性 操作繁杂、程序冗长、回收率操作繁杂、程序冗长、回收率和去污率较低和去污率较低 超临界流体萃取法超临界流体萃取法和采用离子和采用离子液体为萃取介质的方法液体为萃取介质的方法 2021-10-4核技术应用概论51B 长寿命裂片元素及超铀元素的分离长寿命裂片元素及超铀元素的分离 目前，长寿命裂片核素及超铀核素主要从生产堆卸目前，长寿命裂片核素及超铀核素主要从生产堆卸出的乏

52、燃料中提取。乏燃料的后处理主要目的是回收出的乏燃料中提取。乏燃料的后处理主要目的是回收235U，并提取军用核素并提取军用核素239Pu。在。在235U、239Pu提取回收后，其它提取回收后，其它的裂变产物和超铀元素全部转入废液中。的裂变产物和超铀元素全部转入废液中。 关于裂变产物核素的分离和分析有许多专著可供借鉴关于裂变产物核素的分离和分析有许多专著可供借鉴和参考，如美国曼哈顿计划中有关裂变产物的分离分析专和参考，如美国曼哈顿计划中有关裂变产物的分离分析专著著Radiochemical Studies：The Fission Products 2021-10-4核技术应用概论52C 中短寿命裂

53、片元素的分离中短寿命裂片元素的分离裂变裂变99Mo的提取的提取 235U裂变生成裂变生成99Mo产额为产额为6.06%，可以从，可以从235U的裂变产物的裂变产物中大量提取中大量提取99Mo。裂变。裂变99Mo的提取一般采用的提取一般采用Al2O3色层分离、色层分离、HDEHP溶剂萃取或萃取色层分离溶剂萃取或萃取色层分离、安息香肟沉淀分离法安息香肟沉淀分离法等。等。 下面以日本开展的裂变下面以日本开展的裂变99Mo生产为例介绍裂变生产为例介绍裂变99Mo生产生产技术。技术。 99Mo、131131I I在医学上需求量较大，这里主要介绍它们的提取。在医学上需求量较大，这里主要介绍它们的提取。20

54、21-10-4核技术应用概论53A、 235U靶件的制备靶件的制备 图图2-9 235U靶件结构图靶件结构图 把把24gUO24gUO2 2压制成圆片状，烧结处理。压制成圆片状，烧结处理。5 5片装入片装入不锈钢包壳内不锈钢包壳内。2021-10-4核技术应用概论54B、 235U靶件的辐照及冷却靶件的辐照及冷却 辐照条件辐照条件：中子注率量：中子注率量21013cm-2s-131013cm-2s-1， 辐照辐照4d7d。冷却时间冷却时间：2d。 冷却冷却2d后，一个靶件将产生后，一个靶件将产生2.811012Bq99Mo、 4.11012Bq 131I、2.591012Bq 133Xe等裂片

55、元素。等裂片元素。2021-10-4核技术应用概论55裂变裂变99Mo提取流程提取流程C、辐照后、辐照后235U靶件的处理靶件的处理 2021-10-4核技术应用概论56表表2-3 裂变裂变99Mo中放射性杂质含量中放射性杂质含量放射性杂质放射性杂质半衰期半衰期比活度（比活度（与与99Mo之比之比）131I8.05d110-5103Ru39.5d510-795Nb35.0d210-6141Ce32.5d110-5789Sr52.7d610-691Y58.8d910-895Zr65.5d510-9132Te77.7d110-4137Cs30.0d310-9140Ba12.8d210-7239Np

56、2.346d210-3注：注：辐照时间辐照时间7d，测量，测量时间为辐时间为辐照之后照之后7d。2021-10-4核技术应用概论57裂变裂变131I的提取的提取 裂变裂变131I是裂变法生产是裂变法生产99Mo时的副产物之一，由于时的副产物之一，由于裂裂变变131I的产额为的产额为3.1%，因此可以从裂变产物中大规模生产，因此可以从裂变产物中大规模生产131I。 裂变同位素生产过程中，在切割和酸性溶解时都有裂变同位素生产过程中，在切割和酸性溶解时都有131I逸出，逸出，采用负压方式可将其收集采用负压方式可将其收集；不管采用何种方式溶靶，；不管采用何种方式溶靶，留在溶液中的留在溶液中的131I一

57、般都采用先酸化、后蒸馏或热气载带等一般都采用先酸化、后蒸馏或热气载带等措施使其分离出来。措施使其分离出来。 下面简单介绍比利时国家放射元素研究院（下面简单介绍比利时国家放射元素研究院（IREIRE）从）从碱性溶靶溶液中分离纯化碱性溶靶溶液中分离纯化131I的工艺流程的工艺流程。 2021-10-4核技术应用概论58图图2-12 IRE裂变同位素裂变同位素99Mo、131I、133Xe分离流程图分离流程图碱性溶靶时，大部分裂变产物以碱性溶靶时，大部分裂变产物以固态形式存在，只有少量的其它固态形式存在，只有少量的其它裂变元素与钼一起溶解。溶解出裂变元素与钼一起溶解。溶解出的放射性杂质较酸性溶靶少。

58、的放射性杂质较酸性溶靶少。 2021-10-4核技术应用概论594. 利用溶液堆生产放射性核素利用溶液堆生产放射性核素 溶液堆溶液堆（Solution reactor）是是20世纪世纪40年年代提出的一种堆型，它代提出的一种堆型，它使用的核燃料不是通常使用的核燃料不是通常的固体燃料棒形式，而的固体燃料棒形式，而是易裂变物质如是易裂变物质如235U的均的均相水溶液，所以又称为相水溶液，所以又称为均匀水溶液堆（均匀水溶液堆（Aqueous homogeneous solution reactor）。）。 2021-10-4核技术应用概论60（1）水溶液堆的发展概况）水溶液堆的发展概况 1944年，

59、年，Richard Feynman首次提出，该反应堆型中所用首次提出，该反应堆型中所用的核材料不是通常使用的固体燃料，而是溶解在普通轻水中的核材料不是通常使用的固体燃料，而是溶解在普通轻水中的的高丰度铀盐（如硝酸铀酰或硫酸铀酰）溶液高丰度铀盐（如硝酸铀酰或硫酸铀酰）溶液。同年，美国。同年，美国洛斯阿拉莫斯国家实验室（洛斯阿拉莫斯国家实验室（LANL）建成世界上第一座功率）建成世界上第一座功率为为0.01kW的均匀性溶液堆（的均匀性溶液堆（LOPO）。）。 20世世纪纪90年代，由于年代，由于99Mo、89Sr、131I等医用同位素的使用等医用同位素的使用量急剧增加，传统方法已经不能满足人们的需

60、要。由于利用量急剧增加，传统方法已经不能满足人们的需要。由于利用溶液堆生产裂变元素的周期短、产量大、操作简便（无靶件溶液堆生产裂变元素的周期短、产量大、操作简便（无靶件制备、运输、切割、溶解等工序）、铀利用率高、废物产生制备、运输、切割、溶解等工序）、铀利用率高、废物产生量小等特点，人们开始了利用溶液堆进行医用同位素生产的量小等特点，人们开始了利用溶液堆进行医用同位素生产的研究。美国研究。美国BabcokBabcok & & WicosWicos（B&WB&W）公司提出的）公司提出的“MIPR”MIPR”。2021-10-4核技术应用概论61（2）水溶液堆的特点）水溶液堆的特点 MIPR负温度

61、系数大，具有反应自调节性，固有安全性好。负温度系数大，具有反应自调节性，固有安全性好。水溶液堆的建堆成本较低。总成本不足靶件辐照堆的水溶液堆的建堆成本较低。总成本不足靶件辐照堆的1/2;1/2;水溶液堆生产能力大。理论上水溶液堆生产能力大。理论上200kW200kW功率的堆，全年可生产功率的堆，全年可生产100000Ci100000Ci的的9999MoMo、20000Ci20000Ci的的131131I I、40000Ci40000Ci的的8989SrSr。235U的需要量少，但利用率高。的需要量少，但利用率高。放射性核素提取工艺简单、放射性废物量少。放射性核素提取工艺简单、放射性废物量少。水

62、溶液堆是进行医用同位素生产的一种理想堆型。水溶液堆是进行医用同位素生产的一种理想堆型。2021-10-4核技术应用概论622.32.3 加速器生产放射性核素加速器生产放射性核素 核反应堆虽然可大量生产放射性核素，但核素品种和性核反应堆虽然可大量生产放射性核素，但核素品种和性质并不能完全满足应用上的需要。用可制备很质并不能完全满足应用上的需要。用可制备很多品种多品种的放射的放射性核素，这些放射性核素大多数因核内中子贫乏而性核素，这些放射性核素大多数因核内中子贫乏而以正电子以正电子或低能或低能射形式衰变，半衰期一般较短，比活度高，并且可以射形式衰变，半衰期一般较短，比活度高，并且可以得到无载体放射

63、性核素得到无载体放射性核素，尽管它的生产能力较低，但由于它，尽管它的生产能力较低，但由于它在工业、农业，尤其是在工业、农业，尤其是在生物医学方面具有特殊的用途在生物医学方面具有特殊的用途，其，其用量不断增加，现已成为放射性核素生产不可缺少的手段。用量不断增加，现已成为放射性核素生产不可缺少的手段。2021-10-4核技术应用概论632.3.1 2.3.1 加速器生产放射性核素的发展简史加速器生产放射性核素的发展简史p1934年人工放射性核素发现后，回旋加速器就用于放射性核年人工放射性核素发现后，回旋加速器就用于放射性核素的制备，使人工放射性核素在三年内就从素的制备，使人工放射性核素在三年内就从

64、3个增加到个增加到197个。个。p19451945年后，反应堆开始大量生产并供应廉价的放射性核素。年后，反应堆开始大量生产并供应廉价的放射性核素。p从从2020世纪世纪6060年代初到现在，世界上用于生产放射性核素的加年代初到现在，世界上用于生产放射性核素的加速器从不到速器从不到5 5台猛增到数百台；并且新增加的核医学诊断用核素台猛增到数百台；并且新增加的核医学诊断用核素中中8080是用加速器生产的。是用加速器生产的。p近年来，医学诊断用贫中子放射性核素的消费量逐渐增大，近年来，医学诊断用贫中子放射性核素的消费量逐渐增大，有些核素的作用出现了逐渐取代部分反应堆生产的放射性核素有些核素的作用出现

65、了逐渐取代部分反应堆生产的放射性核素的趋势。的趋势。2021-10-4核技术应用概论642.3.2 2.3.2 加速器的组成及分类加速器的组成及分类加速器主要由三个部分组成：加速器主要由三个部分组成： 离子源离子源用于提供所需加速的电子、正电子、质子、反质用于提供所需加速的电子、正电子、质子、反质子以及重离子等粒子；子以及重离子等粒子； 真空加速系统真空加速系统该系统中有一定形态的加速电场，为了使该系统中有一定形态的加速电场，为了使粒子在不受空气分子散射的条件下加速，整个系统放在真粒子在不受空气分子散射的条件下加速，整个系统放在真空度极高的真空室内；空度极高的真空室内； 导引、聚焦系统导引、聚

66、焦系统用一定形态的电磁场来引导并约束被加用一定形态的电磁场来引导并约束被加速的粒子束，使之沿预定轨道接受电场的加速。速的粒子束，使之沿预定轨道接受电场的加速。 衡量一个衡量一个加速器的性能的指标加速器的性能的指标有两个：一是有两个：一是粒子所能达到粒子所能达到的能量的能量；二是；二是粒子流的强度（流强）粒子流的强度（流强）。加速器按其。加速器按其作用原理作用原理不不同可分为静电加速器、直线加速器、回旋加速器、电子感应加同可分为静电加速器、直线加速器、回旋加速器、电子感应加速器、同步回旋加速器、对撞机等。速器、同步回旋加速器、对撞机等。2021-10-4核技术应用概论65高压倍加加速器高压倍加加速器 静电加速器静电加速器 回旋加速器回旋加速器 直线加速器直线加速器 2021-10-4核技术应用概论661. 高压倍加加速器高压倍加加速器 Cockcroft-Walton acceleratorCockcroft-Walton accelerator 这是最早用来加速这是最早用来加速粒子的高压装置。它利粒子的高压装置。它利用倍压整流的原理制成用倍压整流的原理制成的。虽然加速后粒子的的。虽然加